再処理抽出分離工程シミュレーションコードPARCの開発

Development of a computer code, PARC, for simulation of solvent extraction process in reprocessing

津幡 靖宏   ; 朝倉 俊英; 森田 泰治  

Tsubata, Yasuhiro; Asakura, Toshihide; Morita, Yasuji

日本原子力研究開発機構では、使用済燃料再処理工程でのウラン,プルトニウム,ネプツニウム及び核分裂生成物の挙動予測を目的としてシミュレーションコードPARCを開発した。このコードは幾つかの有用な機能を有しており、ミキサセトラとパルスカラムを同時に連結した状態で扱うことが可能であり、また新たな化学反応式,反応速度式,分配比計算式を、プログラムの再コンパイルなしに容易に入力できる。これによりPARCを将来の再処理プロセスを目指した溶媒抽出の基礎研究,分離プロセス設計,プラント管理,安全解析に幅広く使用できる。本論文ではPARCの抽出器モデル及び幾つかの化学反応モデルを紹介した。またU/Pu分離工程でのU及びPuの挙動について計算結果を示し、フィード中のPu濃度の増加がプロセスに与える影響及びPu酸化還元反応モデルの選択の重要性を示した。

A computer code PARC was developed in JAEA, in order to predict behavior of U, Pu, Np and several fission products in a reprocessing plant for spent nuclear fuel. This code has several useful calculation functions, i.e., PARC can deal with both mixer-settlers and pulsed columns simultaneously, and new equations for chemical reaction, reaction constant and distribution ratio can be easily inputted to PARC without recompilation of the program. Therefore it is expected to be widely used for basic solvent extraction study, separation process design, plant management and safety analysis for future reprocessing. In the present, outline of a basic extractor model and several chemical reaction models used in PARC were introduced, and results of calculations for U and Pu behavior in U/Pu separation process in PUREX were shown, which elucidated the effect of the increase in Pu concentration in the feed solution and the importance of the selection of Pu oxidation/reduction reaction models.